Атомные энергетические установки (АЭУ)

В настоящее время вопрос о широком применении ядерного горючего в судовых энергетических установках становится все более актуальным. Интерес к судам с АЭУ особенно возрос в 1973 — 1974 гг., когда вследствие мирового энергетического кризиса резко повысились цены на органическое топливо. Основным преимуществом судов с АЭУ является практически неограниченная дальность плавания, что очень важно для ледоколов, судов арктического плавания, научно-исследовательских, гидрографических и пр.

Суточный расход ядерного горючего не превышает нескольких десятков граммов, а тепловыделяющие элементы в реакторе можно менять один раз в два-четыре года. АЭУ на транспортных судах, особенно на тех, которые совершают дальние рейсы с большой скоростью, позволяет значительно повысить грузоподъемность судна за счет практически полного отсутствия запаса топлива (это дает больший выигрыш, чем потери из-за значительной массы АЭУ). Кроме того, АЭУ может работать без доступа воздуха, что очень важно для подводных судов. Однако пока потребляемое АЭУ топливо еще очень дорого.

Кроме того, на судах с АЭУ приходится предусматривать специальную биологическую защиту от радиоактивного излучения, которая утяжеляет установку. Надо полагать, что успехи в развитии атомной техники и в создании новых конструкций и материалов позволят постепенно устранить эти недостатки судовых АЭУ.

Все современные судовые АЭУ используют тепло, выделяющееся при делении ядерного горючего для образования пара, или нагрева газа, поступающих затем в паровую или газовую турбины.

Основное звено атомной паро-производящей установки АППУ — реактор, в котором происходит ядерная реакция. В качестве ядерного горючего используют различные расщепляющиеся вещества, у которых процесс деления ядер сопровождается выделением большого количества энергии. К таким веществам относятся изотопы урана, плутония и тория.

Наиболее важными элементами судовых реакторов являются (Рис. 9.22): активная зона, в которой размещены урановые стержни и замедлитель, необходимый для поглощения энергии выделяющихся при распаде ядер частиц нейтронов; отражатель нейтронов, возвращающий в активную зону часть вылетевших за ее пределы нейтронов; теплоноситель для отбора из активной зоны тепла, выделяющегося при делении урана, и передачи этого тепла другому рабочему телу в теплообменнике; экран биологической защиты, препятствующий распространению вредных излучений реактора; система управления и защиты, регулирующая течение реакции в реакторе и прекращающая ее в случае аварийного роста мощности.

Рис. 9.22. Схема ядерного реактора.

1 — активная зона; 2 — урановые стержни; 3 — замедлитель; 4 — отражатель; 5 — теплоноситель; 6 — биологическая защита; 7 — тепловой экран; 8 — система регулирования Замедлителем в ядерных реакторах служит графит, тяжелая и обычная вода, а теплоносителем — жидкие металлы с низкой температурой плавления (натрий, калий, висмут), газы (гелий, азот, углекислый газ, воздух) или вода.

В судовых АЭУ получили распространение реакторы, у которых и замедлителем и теплоносителем является дистиллированная вода, откуда и произошло их название водо-водяные реакторы. Эти реакторы проще по устройству, компактнее, надежнее в работе, чем другие типы, и дешевле.

Рис. 9.23. Тепловые схемы ядерных энергетических установок: а — одноконтурная; б — двухконтурная; в — трехконтурная.1 — реактор 2 — турбина 3 — конденсатор 4 — циркуляционный насос 5 — парогенератор 6 — конденсатный насос 7 — система подогрева фильтрации и подпитки 8 — питательный насос 9 — теплообменник 10 — биологическая защита

В зависимости от способа передачи тепловой энергии от реактора исполнительному механизму (турбине) различают одноконтурную, двухконтурную и трехконтурную схемы АЭУ.

По одноконтурной схеме (Рис. 9.23, а) рабочее вещество — паробразуется в реакторе, откуда поступает непосредственно в турбину и из нее через конденсатор с помощью циркуляционного насоса возвращается в реактор.

По двухконтурной схеме (Рис. 9.23, б) циркулирующий в реакторе теплоноситель отдает свое тепло в теплообменнике — парогенераторе — воде, образующей пар, который поступает в турбину. При этом теплоноситель пропускают через реактор и парогенератор циркуляционным насосом или воздуходувкой, а образующийся в конденсаторе турбины конденсат прокачивают конденсатным насосом через систему подогрева, фильтрации и подпитки и питательным насосом снова подают в парогенератор.

Трехконтурная система (Рис. 9.23, в) представляет собой двухконтурную схему с включенным между первым и вторым контурами дополнительным промежуточным контуром.

Одноконтурная схема требует биологической защиты вокруг всего контура, включая и турбину, что усложняет обслуживание и управление и повышает опасность для экипажа. Безопаснее двухконтурная схема, так как здесь второй контур уже не опасен для экипажа. Поэтому на атомных судах почти всегда применяют двухконтурные схемы. Трехконтурные схемы используют в том случая, если теплоноситель в реакторе сильно активируется и его необходимо тщательно отделить от рабочего вещества, для чего и предназначен промежуточный контур.

Интересны атомные газотурбинные установки, в которых теплоносителем и рабочим телом является газ гелий. Нагретый в реакторе до 700^о газ сжимается компрессором и под давлением примерно 4,0 МПа (40 кгс/см²) подводится к двухкорпусной газовой турбине. При этом ТВД приводит в действие компрессор, а ТНД работает на гребной винт. Гелий под действием облучения в реакторе не становится радиоактивным, поэтому отпадает необходимость в биологической защите гелиевого контура. Однако гелий дефицитен, дорог и отличается большой текучестью, что требует особых уплотнительных устройств.

Опыт эксплуатации первых судов с АЭУ подтвердил их высокие эксплуатационно-технические качества, а постепенное снижение стоимости этих установок и ядерного горючего позволит сделать атомные суда вполне конкурентоспособными с обычными судами. Кроме того, по мере роста скорости морских транспортных судов и связанного с этим значительного увеличения мощности главного двигателя и массы запасов топлива (особенно при большой дальности плавания) эксплуатационно-экономические преимущества судов с АЭУ будут возрастать. Расчеты показывают, что при мощности судовой энергетической установки более 45 000 — 75 000 кВт суда с АЭУ становятся более выгодными, чем суда с обычными СЭУ. Именно поэтому в последнее время в ряде стран разработаны проекты новых крупных транспортных судов (контейнеровозов, танкеров и т. п.) и мощных ледоколов с АЭУ, а в Советском Союзе в 1988 г. построен ледокольно-транспортный лихтеровоз — контейнеровоз «Севморпуть» с АЭУ.